dc.contributor |
Universitat Politècnica de Catalunya. Departament de Física i Enginyeria Nuclear |
dc.contributor |
Tapia Fernández, Carlos |
dc.contributor.author |
Gómez Asensio, Marc |
dc.date |
2014-11 |
dc.identifier.uri |
http://hdl.handle.net/2099.1/24709 |
dc.language.iso |
spa |
dc.publisher |
Universitat Politècnica de Catalunya |
dc.rights |
Attribution-NonCommercial-NoDerivs 3.0 Spain |
dc.rights |
info:eu-repo/semantics/openAccess |
dc.rights |
http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/3.0/es/ |
dc.subject |
Àrees temàtiques de la UPC::Economia i organització d'empreses::Seguretat industrial |
dc.subject |
Àrees temàtiques de la UPC::Energies::Energia nuclear::Seguretat nuclear |
dc.subject |
Spent reactor fuels –- Storage -- Security measures |
dc.subject |
Combustibles nuclears gastats -- Emmagatzematge -- Mesures de seguretat |
dc.title |
Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua |
dc.type |
info:eu-repo/semantics/bachelorThesis |
dc.description.abstract |
El presente proyecto final de carrera titulado “Análisis de la tasa de dosis en las piscinas de
combustible nuclear gastado en situaciones accidentales de pérdida de inventario de agua”
se enmarca en el ámbito de la seguridad nuclear y la protección radiológica, y nace a raíz
del accidente de la central nuclear japonesa de Fukushima Daiichi en 2011.
Tras el accidente, el Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA) instó a sus
países miembros a realizar acciones de mejoras en sus centrales nucleares. En la Unión
Europea (UE), y en concreto en España, se realizaron pruebas de resistencia o “stress test”
para comprobar el estado de las centrales en materia de seguridad nuclear. El Consejo de
Seguridad Nuclear (CSN), tras evaluar dichas pruebas, obligó a algunas centrales nucleares
españolas a realizar nuevos cálculos de la tasa de dosis en función del nivel de agua de la
piscina de combustible.
El proyecto consiste en una evaluación de la seguridad radiológica de la piscina de
combustible gastado durante accidentes de pérdida de agua. Los objetivos de la evaluación
de seguridad son los siguientes:
• Descripción y modelización de una piscina de combustible gastado genérica.
• Cálculos de la tasa de dosis en el borde de la piscina de combustible con diferentes
niveles de agua.
• Evaluación de los resultados obtenidos aplicando el reglamento sobre protección
sanitaria contra las radiaciones ionizantes, publicado por el CSN.
La caracterización de las fuentes de radiación gamma y de neutrones se realiza mediante el
código de simulación ORIGEN-S, el cual permite obtener los términos fuente asociados. Su
obtención es el punto de partida para la posterior estimación de la tasa de dosis en función
del nivel de agua en la piscina y la evaluación de dicha dosis en situaciones accidentales.
Mediante el método de Monte Carlo, realizado con el código MAVRIC, se estima que la
altura mínima de agua por encima del combustible para permitir el acceso al edificio de
combustible es de 0,45 metros y se clasifica como zona controlada de permanencia
reglamentada, por tratarse de una situación de emergencia. El tiempo que tarda la piscina
en vaciarse, en un escenario de pérdida del sistema de refrigeración de la piscina, y llegar al
nivel del combustible es de 33,21 horas. Se recomienda disponer de medios alternativos,
fijos y portátiles, para aportar agua a la piscina sin necesidad de acceder al interior del
edificio de combustible. |